CT-6托卡马克铁芯变压器的感应磁场

前言在有铁芯的托卡马克装置中,铁芯对等离子体电流存在一个吸引力。这是由于等离子体电流磁化铁芯变压器,后者在等离子体区产生附加的感应磁场的结果。感应磁场和等离子体电流成正比,其数值和等离子体电流的角向磁场可比,其形态对等离子体环的位移稳定性是     

美国受控热核聚变的现状

近年来,美国的受控热核聚变研究取得了显著的进展。环形磁约束系统的进展最大。在Alcator-C上利用小直径孔栏使等离子体离开室壁的方法改善了等离子体的约束性。用增大等离子体大半径的方法亦可改善约束性。实验结果表明有可能建立具有较好运行特性的托卡马克反应堆。Alcator-C的最近实验是确定能量约束的精确几何比例特性。普林斯顿的大环托卡马克PLT利用低次混合波激发在1秒时间内激励电流200KA,亦即关闭欧姆加热变压器,只用射频激励电流来维持等离子体。     

CT-6B托卡马克电流上升段的X射线辐射

托卡马克装置放电初期的电流上升段是包括许多物理现象的复杂过程,对于中小型装置,它直接影响最后得到的等离子体的参数。因此了解电流上升段的基本物理过程很重要。在没有很好预电离的装置中,由于气体击穿的时刻有较高的电场和低的电子密度,从而产生大量的逃逸电子,并可能携带了主要的环向电流。本文给出放电初期几个能量范围的X射线辐射的特点,来了解放电初期逃逸电子的行为。     

托卡马克装置中清洗放电的马尔可夫性

在托卡马克型实验聚变装置中,高温等离子体的获得需要一个清洁的真空条件.在绝大多数装置中,这一条件通过大量的清洗放电来达到的.放电本身在一个相当长的过程中改善了自己.而在短的过程中,譬如说相邻两次放电间是否有影响,则是本文讨论的课题.在中国科学院物理研究所的CT-6托卡马克装置上,这种清洗放电采取了与正常托卡马克放电不同的低纵场,高重复频率的规范,以增强等离子体和壁的相互作用.在数千次清洗放电后,获得     

CT-6B托卡马克电流低频调制的初步实验结果

托卡马克装置中,对等离子体电流进行低频调制的实验已在一些装置上进行,其目的在于观测低频调制期间,等离子体宏观参数的演化及其对等离子体平衡,稳定性的影响。利用电流调制产生电流截面分布改变。从而可进行有关等离子体动力稳定及微观不稳定性现象的研究。近来还有人提出利用低频驱动电流的设想。 在CT-6B托卡马克装置上,进行了等离子体电流在几百周下的低频调制实验,并观察到了伴随着等离子体电流的调制,等离子体的各种行为的改变。本文介绍了本实验的安排及初步实验结果。     

新一代的托卡马克

受控热核反应有希望成为21世纪的新能源。在各种各样研究受控热核反应的装置中,磁约束环形装置托卡马克目前仍处于领先的地位。近十年来托卡马克取得了一些技术进展:一是采用较好的真空系统使放电更为纯净。对约束系统加上磁偏滤器进一步改善了等离子体的净度。西德伽兴的Asdex托卡马克采用极向偏滤器后记录到等离子体的持续时间达到10秒。二是用辅助加热改善托卡马克性能。如用中性注入加热、普林斯顿建立的等离子体(记录)温度高达8千万度。看来,托卡     

欧洲聚变实验的真正意义——访中国托卡马克专家

欧洲联合托卡马克(JET)于1991年11月8日和11月9日进行了3次放电,在全世界点燃了一场“聚变热”。这次实验的主要参数为: 环向主磁场为2.8万高斯; 等离子体电流为3.1兆安; 辅助加热采用中性粒子注入加热,注入功率为15.2兆瓦。在上述条件下,等离子体的离子温度为16.5千电子伏,电子温度为10千电子伏。放电时间为2秒,能量约束时间为1秒;     

波驱动电流的临界密度效应

近来,在低杂波驱动托卡马克电流的实验中,发现当等离子体密度超过某个临界值时波驱动的电流突然降到很低的值。对这种现象尚无比较肯定的解释,研究波驱动电流的目的是要建立稳态托卡马克反应堆,当然希望能在较高密度下运行,临界密度的存在对这种方案     

外螺旋场对撕裂模的影响

在很多的托卡马克实验中发现,等离子体电流的断裂、米尔诺夫振荡是和撕裂模直接相关的,用螺旋场可激发起电流的断裂(破裂不稳定性),也可抑制这种不稳定性的发生,所以,对于托卡马克和象仿星器一类具有外螺旋场的装置,研究螺旋场对撕裂模2/1的影响是十分重要的.在文献[2—4]里,这种影响是通过把等离子体的自身扰动场与外螺旋场简单地进行叠     

CT-6托卡马克上的交流调制实验

关于对托卡马克中等离子体电流进行交流调制的实验,已有人提出并在一些装置上进行,其目的或者在于测量等离子体小截面半径及电导率分布,或者在于进行动力稳定,或者在于改变电流截面分布。 在CT-6托卡马克装置上,也进行了类似的交流调制实验,并观察到一些新的现象,对这些现象仅能给出一些可能的定性解释,现提供如下以作理论上的分析。     

磁约束等离子体中的射频波电流驱动和流驱动

射频波可以进入聚变等离子体,通过无碰撞机制将能量和动量沉积于其中,在加热等离子体的同时,还可以驱动等离子体电流和等离子体流.等离子体电流的非感应维持是托卡马克类型聚变装置稳态运行的关键,而电流剖面的控制及等离子体流的存在对于抑制磁流体不稳定性、建立和维持高性能的约束模式至关重要,因此射频波电流驱动和流驱动在磁约束聚变等离子体物理研究中有重要意义.本文从等离子体中波与粒子相互作用的基本物理出发,对磁约束等离子体中射频波电流驱动和流驱动的研究现状、面临的挑战、以及可能的研究趋势进行了简要评述.几个关键问题被特别指出,包括:共振吸收机制与高密度下射频波电流驱动效率衰减的内在联系;非共振驱动机制的可行性探讨;从动量获取和动量弛豫的平衡关系出发探索共振机制下提高驱动效率的可能性;流驱动中射频波的直接驱动和间接驱动效应,尤其是射频波有质动力效应;射频波耦合和传播过程中复杂的非线性过程对电流驱动和流驱动的影响等.     

半导体中的等离子体和螺旋波

等离子体是电离的气体。这是自然界中最广泛存在的一种物质状态。等离子体组成了星球、太阳、放电通道。例如,闪电就是放电。其实,对闪电进行观察之后,我们就可看到等离子体的形成过程。在各种气体放电管中,在喷气发动机的喷口中,在用于研究可控热核反应的“托卡马克”装置中,可以人工地造成等离子     

CT-6B托卡马克加热场电压反馈控制的初步实验结果

在托卡马克装置中,为了长时间维持稳定的等离子体,一个重要的任务是很好地控制等离子体的位移及电流值。通常,位移的控制都是采用垂直场负反馈的方法。类似的工作在CT-6B上也得到了初步的结果。而等离子体电流的控制经常使用多组电源分期程序地接入的方法来解决。近年来在ASDEX上也发展了反馈控制等离子体电流的方法。但两者的控制是无关地进行。我们在CT-6B装置上试验了用负反馈控制加热场电压的方法同时控制等离子体电流及位移的设想。本文给出上述控制的基本原理及初步的实验结果。     

CT-6托卡马克装置上的单极弧现象

远在受控聚变研究的早期阶段,就发现了受控聚变装置上的单极弧现象.但直到最近几年,这一现象才特别引起人们注意.这是因为,在一些托卡马克装置中又观察到单极弧的存在,而且在有的装置中,确认为金属杂质的主要来源.单极弧是由于放电室壁对等离子体所呈的负电位击穿的结果.在无磁场或磁场垂直表     

托卡马克边界等离子体密度梯度不连续对低杂波传播的影响

迄今为止,用低杂波驱动出等离子体电流,仍是有希望维持托卡马克稳态运行的途径之一.因此,研究低杂波在等离子体中的物理过程,仍是近年这方面理论和实验所关注的焦点.按照目前理论上的观点,低杂波在被等离子体完全吸收之前,通常要在其截止层和等离子体中心之间的区域往返传播多次,由于磁场剪切和环效应,低杂波的平行折射率 n将有较大的上移.n上移的大小,一般取决于低杂波环向模数 m 的变化,而波在传播过程中各物理量的变化是由一个常微分方程组——射线轨迹方程来描述的,因此,可以预想,初值和边界参数对方程组解的性质影响很大.下面我们将证明,由于托卡马克限制器的存在,使得边界等离子     

110kV the Chunyang Yang Station No.2 main transformer failure analysis and processing of core

在电力变压器正常运行时,铁芯必须有一点可靠接地,但铁芯出现两点以上接地时,铁芯间的不均匀电位会在接地点之间形成环流,并造成铁芯多点接地发热的故障.文章分析了变压器铁芯接地的原因和处理铁芯接地故障的方法,提出了预防故障发生的措施.     

CT-6B托卡马克的辐射损失

等离子体能量平衡是当今托卡马克装置研究得较多的课题之一,为提高托卡马克的加热效率,必须了解能量损失机制,为此对CT-6B装置的能量损失进行测量。     

Z箍缩等离子体X射线产生及应用分析

<正>MA级脉冲大电流通过丝阵或气体等负载放电时,负载被加热电离形成等离子体.等离子体在流过自身的轴向大电流产生自磁场的洛仑兹力作用下,向轴线作内聚运动发生自箍缩,最终在对称轴附近滞止,动能转换成等离子体内能,提高了等离子体温度,通过线辐射、复合辐射和轫致辐射产生脉冲强X射线[1]. Z箍缩(Z-pinch)等离子体终态形状为沿轴线的线状流体;θ箍缩是由角向电流引起的箍缩,其等离子体终态形态为沿角向分布的流体.     

EAST超导托卡马克

EAST超导托卡马克是我国设计建造的国际上第一个建成的全超导托卡马克实验装置.EAST的建成填补了从短脉冲中型常规托卡马克向长脉冲大型超导托卡马克过渡过程中"中型超导托卡马克"的空缺.EAST具有国际热核聚变实验堆(ITER)类似先进技术,具有与ITER类似的超过1000 s的长脉冲高参数运行能力,是未来10年国际上极少数有能力在高参数条件下开展长脉冲聚变等离子体物理和工程技术研究的实验平台.EAST已经取得了超过400 s的偏滤器位形等离子体以及稳定重复的超过30 s的长脉冲"高约束模"等离子体,创造了新纪录.EAST致力于解决ITER及未来聚变堆高性能稳态运行相关的关键物理和工程问题.这些研究将为中国未来聚变实验堆的设计和运行提供重要的依据,并为未来建造稳态、高效、安全的托卡马克类型的聚变反应堆提供重要的工程技术和物理基础.     

面向聚变堆的托卡马克稳态先进运行模式的发展

人类文明和经济的持续快速发展有赖于新能源的发现和广泛应用。清洁、高效、几乎无尽的核聚变能源可以成为当前化石能源的有效替代,能够成为人类的终极能源。名为托卡马克(Tokamak)的磁约束装置是当前人类用于研究核聚变产生能源的主要方式之一。为了提高其运行的安全性和经济性,科学家们设计了多种能够使聚变等离子体长时间稳态运行的先进运行模式。这类运行模式的长足发展依赖于高温等离子体物理和核聚变相关技术等领域的研究进展,尤其是对于自举电流和外部驱动电流的研究。托卡马克稳态先进运行模式将成为未来国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)和中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)主要的运行模式。